Mesures préliminaires de dose dans la casemate d’irradiation

Des mesures de dosimétrie ont été effectuées en janvier 1995 en collaboration avec une équipe de l’ETCA. Le but de ces mesures était d’évaluer la contribution des doses X et γ par rapport à la dose neutron. En effet, l’exiguïté de la casemate pourrait être à l’origine d’une composante X et γ importante, laquelle pourrait masquer les effets des neutrons lors des expériences d’irradiation.

Ces mesures ont posé un certain nombre de problèmes : en effet, lorsqu’on effectue des mesures de dosimétrie en milieu mixte neutron gamma, la mesure de la composante gamma pose plus de problèmes que celle de la composante neutron. Ceci peut paraître surprenant dans la mesure où les techniques de dosimétrie neutron sont plus récentes et le choix des types de dosimètres plus limité. Or paradoxalement, c’est la mesure de la composante gamma qui réserve le plus de surprises, surtout lorsque l’on opère en milieu fortement modérateur pour les neutrons (cas de notre casemate de très faible volume) : dans ce cas, il peut y avoir création d’une forte composante gamma secondaire due à la capture radiative des neutrons, et ces derniers interagissent également avec l’eau contenue dans les flacons de culture.

Plusieurs tests ont été effectués avec divers détecteurs afin de déterminer la contribution des composantes gamma et neutron. Ces divers détecteurs avaient été préalablement étalonnés.

3.1.1 Utilisation des chambres d’ionisation équivalent tissu

Pour ces chambres, les parois sont constituées de matériau composite (Téflon-carbone ou matériau équivalent tissu du type A150). Le gaz de remplissage est un gaz équivalent tissu, mélange de CH4 (65%), de CO2 (32%), et de N2 (3%). Avec cette chambre équivalent tissu, on mesure une dose neutron et une dose gamma cumulée.

Pour la mesure de la dose gamma seule en rayonnement mixte, il est préférable d’utiliser des matériaux d’enveloppe peu activables : aluminium ou mieux magnésium. C’est ainsi que l’on a réalisé une mesure avec une chambre à paroi d’aluminium remplie d’argon pour obtenir une dose gamma. La dose neutron s’obtient par différence entre les deux mesures.

3.1.2 Test avec un compteur Geiger Muller

On mesure les doses gamma et neutron cumulées. Le nombre d’impulsions recueillies sur l’anode permet d’accéder au nombre de particules qui pénètrent dans le volume sensible du compteur.

Un deuxième test à été fait avec le compteur Geiger Muller en ajoutant un capuchon de lithium qui est très sensible aux neutrons thermiques. Ces derniers sont alors arrêtés, sans émettre de gamma car le lithium se désintègre au cours de l’absorption des thermiques en donnant des particules chargées très peu énergétiques. Dans ces conditions, on ne mesure que les gammas et les neutrons de grande énergie.

3.1.3 Tests de spectrométrie gamma avec un détecteur à scintillations BGO

(Bi

Ge

O

)

Nous avons pu réaliser une spectrométrie photons à l’intérieur de la casemate. Ces expériences ont nécessité un fonctionnement à flux très réduit du générateur de neutrons (afin de ne pas saturer le détecteur au germanate de bismuth (BGO) employé) et elles ont été effectuées sans la présence des flacons de culture. Ces mesures sont néanmoins suffisantes pour avoir une idée des énergies des photons produits. Nous fournirons des explications plus détaillées dans le chapitre 4 consacré à la spectrométrie.

3.1.4 Spectrométrie neutron

Cette dernière n’a pu être effectuée expérimentalement mais une évaluation a été réalisée par une simulation décrite dans le chapitre 4 consacré au code MCNP4C.

3.1.5 Résultats des mesures

Dans les conditions expérimentales auxquelles on travaillait (ordre de 4.10⁵ cps/30s sur le moniteur ³He) et avec une protection autour du générateur de 1 mm de plomb nous avons obtenu les valeurs suivantes :

- Neutrons : 4,5 cGy/h ± 10% à 7,5 cm de la paroi du tube générateur soit 12,5 cm du point source

- X et gamma : 0,4 cGy/h ± 30% à 7,5 cm de la paroi du tube générateur soit 12,5 cm du point source

En ce qui concerne l’incertitude, on peut estimer à moins de 10% l’incertitude sur la dose neutron. Par contre, l’incertitude sur la dose gamma est plus élevée et peut aller jusqu’à 30%. Finalement, ces résultats préliminaires nous ont amenés à conclure que la contamination X et gamma était relativement faible par rapport à la dose neutron (ordre de 10%), et qu’une grande partie de cette contamination était due à des gammas de faibles énergies (≤ 100 keV), qui sont éliminés en grande partie par le blindage de plomb.

Remarquons que ces mesures n’ont pas été réalisées dans les véritables conditions d’irradiation des cellules vivantes (Absence de support, pas de flacons de culture…). Il s’agissait d’une première approche destinée à étudier la faisabilité des expériences d’irradiation à l’intérieur de la casemate.

3.1.6 Mesure de dose à l’aide des diodes au silicium

Au cours de nos expériences d’irradiation de cellules, il est nécessaire de connaître avec précision la dose délivrée au niveau des cultures cellulaires. Or l’emploi de détecteurs tels que des compteurs Geiger Muller ou des chambres d’ionisations n’est pas adapté à notre dispositif expérimental pour lequel nous désirons des mesures très localisées, au voisinage immédiat des cultures cellulaires.

Aussi avons nous réalisé les mesures de dose à l’aide de diodes P.I.N commercialisées par la société FIMEL. Les composants de type diodes PIN sont reconnus comme étant les meilleurs dosimètres neutron en champ mixte gamma-neutron étant donnée leur insensibilité au rayonnement gamma. Ce sont des jonctions PN comprenant une région intrinsèque située de part et d’autre de la jonction et qui constitue la partie sensible du détecteur. Lors de l’irradiation par des neutrons d’une jonction PIN au silicium, des atomes de la zone intrinsèque sont déplacés à la suite d’interaction avec les neutrons et il y a création de défauts dans le matériau. Les paramètres électriques de la diode sont alors modifiés et plus particulièrement sa résistivité. Pour évaluer la dose déposée dans la diode nous mesurons donc une chute de tension grâce à un appareil préalablement calibré. Ces diodes ont l’avantage d’être de très petite taille, et peuvent ainsi être placées à proximité immédiate des cultures cellulaires. Par contre, nous connaissons très mal la précision des ces diodes pour des irradiations à très faible dose (≤ 10 cGy) : les diodes surestimeraient la dose.

Nous avons étudié le comportement des diodes à faibles doses et nous avons pu montrer que leur réponse reste bien linéaire en fonction du temps d’irradiation même pour des doses inférieures ou de l’ordre de 5 cGy.(cf. figure 21)

Figure 21 : Dose en fonction du temps d’irradiation pour des diodes au silicium

Une étude du fading (affaiblissement du signal au cours du temps après irradiation) a été réalisée sur les diodes utilisées (type SI2) [SER.95]. Des diodes irradiées à faibles doses (de 0,2 Gy à 0,95 Gy) ont été lues à différentes périodes après irradiation. La figure 22 montre les résultats obtenus.

Figure 22 : Fading des diodes SI2 irradiées à faibles doses

La perte d’information ne dépend ni de la sensibilité des détecteurs ni de la dose qu’ils ont reçue. D’après cette étude, on remarque qu’à partir du septième jour, la progression du fading diminue, c’est pourquoi nous avons choisi de lire nos diodes sept jours après irradiation.